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原子炉用鉄鋼材料の照射効果

Irradiation effect of stecls used for reactors

川崎 正之; 藤村 理人

Kawasaki, Masayuki; not registered

原子炉における鉄鋼材料の主な用途は圧力容器、ダクト、熟交換器などのいわゆる高温高圧構造系である。これらの構造系は原子炉の安全性について最も重要な役割を果す部材であるので、品質の高い鉄鋼材料が使用され、それらの溶接部も主として無欠陥の溶接が要求されることが多い。また、鉄鋼材料の種類も各種の鋼種が使用され、炭素鋼、低合金鋼、ステンレス鋼、ステンレス・クラッド鋼などを多量使用する。これらの圧力容器および配管系は、設計、工作技術上の難点をかかえている上に、原子炉寿命中に速中性子照射を10$$^{1}$$$$^{8}$$~10$$^{1}$$$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$程度うけていわゆる照射脆化を生ずる。鉄鋼材料の照射脱化の程度は10$$^{1}$$$$^{8}$$n/cm$$^{2}$$の速中性子照射量を超えると加速度的に脆性破壊遷移温度の上昇を示すので、原子炉の安全上重要な問題点となっている。

no abstracts in English

使用言語

 :

Japanese

掲載資料名

 :

日本金属学会会報

巻

 :

4

号

 :

2

ページ数

 :

p.77 - 89

発行年月

 :

1965/00

発表会議名

 :

開催年月

 :

開催都市

 :

開催国

 :

キーワード

 :

鉄鋼材料; 圧力容器; ダクト; 熟交換器

特許データ

 :

PDF

 :


論文URL

 :

https://doi.org/10.2320/materia1962.4.77

研究データの公開先DOI

 :

使用施設

 :

広報プレスリリース

 :

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